JP2003508631A - フッ素化及び浸出による焼却炉灰のような汚染固体物質からのウラニウムのような金属の再生 - Google Patents
フッ素化及び浸出による焼却炉灰のような汚染固体物質からのウラニウムのような金属の再生Info
- Publication number
- JP2003508631A JP2003508631A JP2001520931A JP2001520931A JP2003508631A JP 2003508631 A JP2003508631 A JP 2003508631A JP 2001520931 A JP2001520931 A JP 2001520931A JP 2001520931 A JP2001520931 A JP 2001520931A JP 2003508631 A JP2003508631 A JP 2003508631A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- uranium
- ash
- acid solution
- molten
- fluorine
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/04—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes by leaching
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
- C22B60/0221—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0213—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by dry processes
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
- C22B60/0221—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching
- C22B60/0226—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B7/00—Working up raw materials other than ores, e.g. scrap, to produce non-ferrous metals and compounds thereof; Methods of a general interest or applied to the winning of more than two metals
- C22B7/001—Dry processes
- C22B7/002—Dry processes by treating with halogens, sulfur or compounds thereof; by carburising, by treating with hydrogen (hydriding)
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B7/00—Working up raw materials other than ores, e.g. scrap, to produce non-ferrous metals and compounds thereof; Methods of a general interest or applied to the winning of more than two metals
- C22B7/04—Working-up slag
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/30—Processing
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Geology (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Geochemistry & Mineralogy (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】
固体供給物質（１０）から汚染性または貴重な成分を回収する方法は、この物質（１０）をオプションとしての前処理（１２）としてグラインダに供給した後、加熱した溶融装置（１４）にフッ素を与える物質（１６）と共に供給して、溶融または半溶融物質とし、この溶融物質を容器（２０）において水または酸溶液（２２）と反応させて溶解溶融状態または半溶融状態の溶液中の塩を形成し、これを抽出装置（２６）などに通して貴重な、または汚染性の成分（３０）が濃縮された流れとする。この方法は、特に、結晶質またはガラス質の酸化焼却炉灰からウラニウムを回収または除去するために有用である。フッ素化ステップは、フッ化アンモニアまたは酸ＮＨ4Ｆ（ＮＨ4Ｆ−ＨＦ）の存在下で、２６０℃乃至５００℃の温度で行われる。
Description
【０００１】
【０００２】
本発明は、通常は溶解することが困難な焼却炉灰及び他の固体物質を酸の中で
容易に溶解できるようにする、酸フラックス溶融プロセスに関する。溶融プロセ
スは非常に低い温度で行われ、その後、溶融物を溶解して、溶液を溶媒抽出プロ
セスまたは他のプロセスへ送ることにより、溶液から貴重な物質または汚染物質
を回収することができる。
容易に溶解できるようにする、酸フラックス溶融プロセスに関する。溶融プロセ
スは非常に低い温度で行われ、その後、溶融物を溶解して、溶液を溶媒抽出プロ
セスまたは他のプロセスへ送ることにより、溶液から貴重な物質または汚染物質
を回収することができる。
【０００３】
ＨＥＰＡフィルタのような原子炉施設からの可燃性廃棄物を焼却炉により処理
すると、低レベル及び高レベルの廃棄物の体積が劇的に減少する。灰のような残
留物質は、放射性物質を含む金属の大部分を含有する。これらの放射性物質によ
り、この廃棄物が、通常処理をすると大きなコストがかかる低レベル、または時
として高レベルの放射性廃棄物となる。放射性物質が価値を有するところ、即ち
原子燃料製造施設においてコストを減少する１つの方法は、放射性物質を取り出
してそのプロセスへリサイクルすることである。この取り出しが完全またはほぼ
完全である場合、残りの灰を非放射性廃棄物として非常に低いコストで処理する
ことができる。加えて、廃棄物中の、実質的な価値を有する物質を価値を失わず
に回収できる。
すると、低レベル及び高レベルの廃棄物の体積が劇的に減少する。灰のような残
留物質は、放射性物質を含む金属の大部分を含有する。これらの放射性物質によ
り、この廃棄物が、通常処理をすると大きなコストがかかる低レベル、または時
として高レベルの放射性廃棄物となる。放射性物質が価値を有するところ、即ち
原子燃料製造施設においてコストを減少する１つの方法は、放射性物質を取り出
してそのプロセスへリサイクルすることである。この取り出しが完全またはほぼ
完全である場合、残りの灰を非放射性廃棄物として非常に低いコストで処理する
ことができる。加えて、廃棄物中の、実質的な価値を有する物質を価値を失わず
に回収できる。
【０００４】
焼却炉灰から物質を回収するために多くの方法が試みられている。しかしなが
ら、この灰は通常、結晶質／ガラス質の酸化物であり、溶解するのが非常に困難
である。強酸により浸出しようとする試みもあるが、完全な回収に至っていない
。例えば、ウラニウムを含む焼却炉灰を繰り返し浸出すると、初期のウラニウム
レベルが１０％乃至４０％のレベルから６，０００ｐｐｍに減少する。粉砕を行
っても、この残留ウラニウムレベルは改善されない。浸出済みの灰が「クリーン
」と言えるためには、ウラニウムの残留レベルを約７ｐｐｍ未満にする必要があ
るため、この灰を低レベル放射性廃棄物として埋めなければならないが、これに
は大きなコストがかかる。加えて、残留ウラニウムの価値が失われ、多量の汚染
浸出溶液をある程度のコストで処理する必要がある。F. G. Seeley, et al., in
Oak Ridge National Laboratory Report ORNL/TM-8913 "Development of Proce
sses For The Solubilization of Uranium From Waste Leach Residue", Abstra
ct and pp. 21-25, March 1984により教示されたかかる方法の１つは、焼結媒体
としてＣａＯが使用されるか焼−焼結プロセスを用いている。このプロセスでは
、ＣａＯは１，２００℃で耐火性金属ケイ化物と反応し、後で、酸浸出により焼
結母材からウラニウムが可溶化される。別の方法として、焼結媒体中のフッ化物
を用い、７００℃乃至９００℃の低い温度で耐火性ケイ化物からウラニウムを分
離するものがある。
ら、この灰は通常、結晶質／ガラス質の酸化物であり、溶解するのが非常に困難
である。強酸により浸出しようとする試みもあるが、完全な回収に至っていない
。例えば、ウラニウムを含む焼却炉灰を繰り返し浸出すると、初期のウラニウム
レベルが１０％乃至４０％のレベルから６，０００ｐｐｍに減少する。粉砕を行
っても、この残留ウラニウムレベルは改善されない。浸出済みの灰が「クリーン
」と言えるためには、ウラニウムの残留レベルを約７ｐｐｍ未満にする必要があ
るため、この灰を低レベル放射性廃棄物として埋めなければならないが、これに
は大きなコストがかかる。加えて、残留ウラニウムの価値が失われ、多量の汚染
浸出溶液をある程度のコストで処理する必要がある。F. G. Seeley, et al., in
Oak Ridge National Laboratory Report ORNL/TM-8913 "Development of Proce
sses For The Solubilization of Uranium From Waste Leach Residue", Abstra
ct and pp. 21-25, March 1984により教示されたかかる方法の１つは、焼結媒体
としてＣａＯが使用されるか焼−焼結プロセスを用いている。このプロセスでは
、ＣａＯは１，２００℃で耐火性金属ケイ化物と反応し、後で、酸浸出により焼
結母材からウラニウムが可溶化される。別の方法として、焼結媒体中のフッ化物
を用い、７００℃乃至９００℃の低い温度で耐火性ケイ化物からウラニウムを分
離するものがある。
【０００５】
これらの浸出プロセスにより得られる酸は、その後、処理されて、貴重な成分
が回収される。供給溶液の貴重な成分を回収するための酸浸出処理は、The Nucl
ear Fuel Cycle, ed. P.D. Wilson, Oxford University Press, pp. 33-46, (19
96), and Separation Science and Technology, "Modeling Of the Simultaneou
s Extraction of Nitric Acid And Uranyl Nitrate with Tri-n-butyl Phosphat
e - Application to Extraction Operation", Jozef J. Connor et al., 34(1),
pp. 115-122, (1999) に記載されるように、抽出、洗浄、ストリッピング及び
沈殿ステップを含むことができる。種々の出発材料からウラニウム及び他の金属
を回収する他のよく知られたプロセスには、流動床での浸出に関するSkriba et
al.の米国特許第５，０４５，２４０号及び硫酸または硝酸を加えて後の溶剤抽
出ステップで洗浄、ストリッピングまたは洗浄を行う、それぞれJardine et al.
及び Yorkの米国特許第４，４４６，１１４号及び第４，４３０，３０９号があ
る。
が回収される。供給溶液の貴重な成分を回収するための酸浸出処理は、The Nucl
ear Fuel Cycle, ed. P.D. Wilson, Oxford University Press, pp. 33-46, (19
96), and Separation Science and Technology, "Modeling Of the Simultaneou
s Extraction of Nitric Acid And Uranyl Nitrate with Tri-n-butyl Phosphat
e - Application to Extraction Operation", Jozef J. Connor et al., 34(1),
pp. 115-122, (1999) に記載されるように、抽出、洗浄、ストリッピング及び
沈殿ステップを含むことができる。種々の出発材料からウラニウム及び他の金属
を回収する他のよく知られたプロセスには、流動床での浸出に関するSkriba et
al.の米国特許第５，０４５，２４０号及び硫酸または硝酸を加えて後の溶剤抽
出ステップで洗浄、ストリッピングまたは洗浄を行う、それぞれJardine et al.
及び Yorkの米国特許第４，４４６，１１４号及び第４，４３０，３０９号があ
る。
【０００６】
他の方法も試みられている。最も成功を収めたものは、溶融カセイソーダ（Ｎ
ａＯＨ）中の溶解である。焼却炉灰は完全に溶解して溶融物が得られるが、この
溶融物の融点は、存在するケイ素とアルミニウムの量及び吸収された二酸化炭素
の量により、５９４℃（１１００°Ｆ）またはそれよりも高い比較的高いものと
なる。別の問題点は、存在する可能性のあるアルミニウム金属によるものがある
。アルミニウムは、原子炉施設からの焼却炉灰に通常含まれる成分であり、通常
焼却すると体積が減少するＨＥＰＡフィルタから生じる。アルミニウム金属は灰
の中に残り、カセイソーダと反応して爆発の可能性のある水素ガスを発生させる
。この特性は明らかに、原子炉施設では望ましくなく、安全を非常に害するもの
と考えられている。かかるカセイソーダ溶解法の１つは、H. L. Chang et al.,
in Ind. Eng. Chem. Res., "A General Method For The Conversion Of Fly Ash
Into Zeolites As Ion Exchange For Cesium", 37, pp. 71-78, (1998)に記載
されているが、この方法では、電力会社の発電所からのフライアッシュをＮａＯ
Ｈに５５０℃の温度で溶解した後、水に溶解させ、熱水処理を行う。
ａＯＨ）中の溶解である。焼却炉灰は完全に溶解して溶融物が得られるが、この
溶融物の融点は、存在するケイ素とアルミニウムの量及び吸収された二酸化炭素
の量により、５９４℃（１１００°Ｆ）またはそれよりも高い比較的高いものと
なる。別の問題点は、存在する可能性のあるアルミニウム金属によるものがある
。アルミニウムは、原子炉施設からの焼却炉灰に通常含まれる成分であり、通常
焼却すると体積が減少するＨＥＰＡフィルタから生じる。アルミニウム金属は灰
の中に残り、カセイソーダと反応して爆発の可能性のある水素ガスを発生させる
。この特性は明らかに、原子炉施設では望ましくなく、安全を非常に害するもの
と考えられている。かかるカセイソーダ溶解法の１つは、H. L. Chang et al.,
in Ind. Eng. Chem. Res., "A General Method For The Conversion Of Fly Ash
Into Zeolites As Ion Exchange For Cesium", 37, pp. 71-78, (1998)に記載
されているが、この方法では、電力会社の発電所からのフライアッシュをＮａＯ
Ｈに５５０℃の温度で溶解した後、水に溶解させ、熱水処理を行う。
【０００７】
従って、ウラニウムの回収を低コストで行うことが可能であり、水素または他
の望ましくない排ガスを発生させない低温プロセスが必要とされる。
の望ましくない排ガスを発生させない低温プロセスが必要とされる。
【０００８】
従って、本発明の主要目的は、貴重な、または汚染した成分を最終的に回収す
るために、溶液を溶解して溶媒抽出またはイオン交換プロセスへ通す前に、好ま
しくは４２５℃（７９７°Ｆ）未満のフラックス溶融ステップにより、その貴重
な、または汚染した成分を含む固体物質を処理する、高い歩留まりで、低コスト
の低温プロセスを提供することにある。
るために、溶液を溶解して溶媒抽出またはイオン交換プロセスへ通す前に、好ま
しくは４２５℃（７９７°Ｆ）未満のフラックス溶融ステップにより、その貴重
な、または汚染した成分を含む固体物質を処理する、高い歩留まりで、低コスト
の低温プロセスを提供することにある。
【０００９】
本発明の別の目的は、ウラニウムを含む高度に結晶質またはガラス質の灰また
は他の固体物質と反応可能であり、ウラニウムの回収を高い歩留まりで行うこと
ができ、フライアッシュをさらに処理して非放射性廃棄物として処理することが
できるフラックス物質を提供することにある。灰の中には他の貴重な成分も存在
する場合がある。これらも、固体灰の可溶化により回収される。
は他の固体物質と反応可能であり、ウラニウムの回収を高い歩留まりで行うこと
ができ、フライアッシュをさらに処理して非放射性廃棄物として処理することが
できるフラックス物質を提供することにある。灰の中には他の貴重な成分も存在
する場合がある。これらも、固体灰の可溶化により回収される。
【００１０】
上記及び他の目的は、７ｐｐｍを超えるウラニウムを含有する高度に結晶質ま
たはガラス質の酸化された焼却炉灰を処理する方法であって、（Ａ）２６０℃と
５００℃の間の温度でフッ素含有化合物を用いて灰をフッ素化することによりウ
ラニウムを含む物質を形成し、（Ｂ）ステップ（Ａ）で形成した物質を、水及び
酸溶液より成る群から選択した水素含有液体で可溶化し、（Ｃ）可溶化済みの物
質を処理してウラニウムを取り出すステップより成る焼却炉灰の処理方法を提供
することにより達成される。
たはガラス質の酸化された焼却炉灰を処理する方法であって、（Ａ）２６０℃と
５００℃の間の温度でフッ素含有化合物を用いて灰をフッ素化することによりウ
ラニウムを含む物質を形成し、（Ｂ）ステップ（Ａ）で形成した物質を、水及び
酸溶液より成る群から選択した水素含有液体で可溶化し、（Ｃ）可溶化済みの物
質を処理してウラニウムを取り出すステップより成る焼却炉灰の処理方法を提供
することにより達成される。
【００１１】
これらの目的はまた、貴重な、または汚染した固体を含む固体物質を処理する
方法であって、（Ａ）アンモニアとフッ素の組合せのソースとなりうる少なくと
も１つの物質を貴重な、または汚染した固体を含む固体物質と混合して混合物を
形成し、（Ｂ）ステップ（Ａ）の混合物を、２６０℃と５００℃の間の温度で、
結合またはイオンの形のＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・ＨＦのうちの少なくとも１つを
形成し且つ溶融または半溶融物質を形成するに充分な時間加熱し、（Ｃ）溶融ま
たは半溶融物質を、水と酸溶液より成る群から選択した水素含有液体で処理する
ことにより、塩溶解溶液を形成し、（Ｄ）塩溶解溶液を処理して、貴重な、また
は汚染した固体を取り出すステップより成る固体物質の処理方法を提供すること
により達成される。この方法は、通常は焼却炉灰である、被処理物質中に存在す
る、通常は原子力施設からのウラニウムの回収に向けられている。出発物質とし
ての灰は通常、その成分及び温度により結晶質またはガラス質の酸化物である。
ステップ（Ａ）において、これらの物質は、ＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・ＨＦの少な
くとも１つから選択するのが好ましい。ステップ（Ｃ）において、最大６８重量
％のＨＮＯ3の硝酸を使用する。ステップ（Ｂ）の温度は好ましくは、２６０℃
と４２５℃の間である。
方法であって、（Ａ）アンモニアとフッ素の組合せのソースとなりうる少なくと
も１つの物質を貴重な、または汚染した固体を含む固体物質と混合して混合物を
形成し、（Ｂ）ステップ（Ａ）の混合物を、２６０℃と５００℃の間の温度で、
結合またはイオンの形のＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・ＨＦのうちの少なくとも１つを
形成し且つ溶融または半溶融物質を形成するに充分な時間加熱し、（Ｃ）溶融ま
たは半溶融物質を、水と酸溶液より成る群から選択した水素含有液体で処理する
ことにより、塩溶解溶液を形成し、（Ｄ）塩溶解溶液を処理して、貴重な、また
は汚染した固体を取り出すステップより成る固体物質の処理方法を提供すること
により達成される。この方法は、通常は焼却炉灰である、被処理物質中に存在す
る、通常は原子力施設からのウラニウムの回収に向けられている。出発物質とし
ての灰は通常、その成分及び温度により結晶質またはガラス質の酸化物である。
ステップ（Ａ）において、これらの物質は、ＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・ＨＦの少な
くとも１つから選択するのが好ましい。ステップ（Ｃ）において、最大６８重量
％のＨＮＯ3の硝酸を使用する。ステップ（Ｂ）の温度は好ましくは、２６０℃
と４２５℃の間である。
【００１２】
このプロセスは、上述した従来技術のフラクシングプロセスの全ての欠点を解
消するものである。このプロセスは、ＮＨ4Ｆ（フッ化アンモニア）またはＮＨ4 Ｆ・ＨＦ（フッ化アンモニア・フッ化水素酸）若しくは粉砕した、または粉砕し
ない焼却炉灰とＮＨ4Ｆを形成する他の物質ソースを混合し、この混合物を、好
ましくは２６０℃（５００°Ｆ）と４２５℃（７９７°Ｆ）の間の温度に加熱す
る。これは、加熱ロータリーキルン、バッチポットまたは半バッチ炉を含む多数
のプロセスにより行うことができるが、これらに限定されない。その結果得られ
た溶融物または固体はその後、最長４時間保持される。バッチを水または酸溶液
とフレーキングドラム上で、または後で溶解させるために型内に混合することが
可能である。好ましいアプローチは、溶融物または固体を１０重量パーセントの
硝酸溶液に混合し、その後最終処理を行って、ウラニウムまたは他の貴重な、も
しくは汚染性の固体物質を除去する。この最終ステップは、溶液中に残留する物
質の種類により多数の異なる方法で、好ましくは、当該技術分野でよく知られた
溶剤抽出法により実行可能である。この全プロセスは、第１ステップとしてフッ
素化することにより、高度に結晶質またはガラス質の酸化された出発物質を非常
に成功裏に分解できる。
消するものである。このプロセスは、ＮＨ4Ｆ（フッ化アンモニア）またはＮＨ4 Ｆ・ＨＦ（フッ化アンモニア・フッ化水素酸）若しくは粉砕した、または粉砕し
ない焼却炉灰とＮＨ4Ｆを形成する他の物質ソースを混合し、この混合物を、好
ましくは２６０℃（５００°Ｆ）と４２５℃（７９７°Ｆ）の間の温度に加熱す
る。これは、加熱ロータリーキルン、バッチポットまたは半バッチ炉を含む多数
のプロセスにより行うことができるが、これらに限定されない。その結果得られ
た溶融物または固体はその後、最長４時間保持される。バッチを水または酸溶液
とフレーキングドラム上で、または後で溶解させるために型内に混合することが
可能である。好ましいアプローチは、溶融物または固体を１０重量パーセントの
硝酸溶液に混合し、その後最終処理を行って、ウラニウムまたは他の貴重な、も
しくは汚染性の固体物質を除去する。この最終ステップは、溶液中に残留する物
質の種類により多数の異なる方法で、好ましくは、当該技術分野でよく知られた
溶剤抽出法により実行可能である。この全プロセスは、第１ステップとしてフッ
素化することにより、高度に結晶質またはガラス質の酸化された出発物質を非常
に成功裏に分解できる。
【００１３】
図１は、例えば、放射性物質のような貴重な、または汚染性の物質を含む、固
体状の未浸出供給物質（１０）を示す。用語「放射性物質」はまた、原子炉施設
での使用により、あるいは放射性物質などの貯蔵により、放射能を帯びるように
なった金属、繊維もしくは金属スクリーンフィルタを含むものである。汚染物質
はまた、貴重な（例えば、銀、白金など）または汚染性の固体（例えば、Ｃｄ、
Ｐｂ、Ｂなど）を含む生物汚染された灰でもよい。さらに詳しく説明すると、固
体物質（１０）は、オプションとしての前処理ステップ（１２）により、グライ
ンダを用いて、好ましい最適な塊状もしくは粒径に、サイズを減少または粉砕さ
れ、これにより、汚染物質の最適な反応、歩留まり及び反応時間をプロセスの最
後に得ることができる。好ましくは、反応時間を早め、歩留まりを改善するため
に、供給物質は約０．１立方センチメートルよりも小さいものでなければならな
い。供給される灰（１０）は前処理の有無に関係なく、ＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・
ＨＦ（１６）及びそれらの混合物と、重量比１対１乃至１対５に混合されて溶融
装置へ供給される。
体状の未浸出供給物質（１０）を示す。用語「放射性物質」はまた、原子炉施設
での使用により、あるいは放射性物質などの貯蔵により、放射能を帯びるように
なった金属、繊維もしくは金属スクリーンフィルタを含むものである。汚染物質
はまた、貴重な（例えば、銀、白金など）または汚染性の固体（例えば、Ｃｄ、
Ｐｂ、Ｂなど）を含む生物汚染された灰でもよい。さらに詳しく説明すると、固
体物質（１０）は、オプションとしての前処理ステップ（１２）により、グライ
ンダを用いて、好ましい最適な塊状もしくは粒径に、サイズを減少または粉砕さ
れ、これにより、汚染物質の最適な反応、歩留まり及び反応時間をプロセスの最
後に得ることができる。好ましくは、反応時間を早め、歩留まりを改善するため
に、供給物質は約０．１立方センチメートルよりも小さいものでなければならな
い。供給される灰（１０）は前処理の有無に関係なく、ＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・
ＨＦ（１６）及びそれらの混合物と、重量比１対１乃至１対５に混合されて溶融
装置へ供給される。
【００１４】
溶融装置（１４）は、供給物質（１０）が粉砕されているか否かには無関係に
反応するロータリーキルン、バッチポットまたは半連続炉でよい。供給物質（１
０）は、フッ化物のソースとなる物質（１６）と、約２５０℃乃至約５００℃の
温度で反応する。排ガスは、ライン１８を通る。溶融物は、ある一定期間、好ま
しくは１０分乃至１０時間、最も好ましくは１０分乃至２時間の間保持される。
好ましい実施例では、ウラニウムを含む灰がＮＨ4Ｆのフラックスと共に溶融装
置へ送られ、約３７１℃の温度に加熱された後、排ガスがライン１８を介して排
気される。
反応するロータリーキルン、バッチポットまたは半連続炉でよい。供給物質（１
０）は、フッ化物のソースとなる物質（１６）と、約２５０℃乃至約５００℃の
温度で反応する。排ガスは、ライン１８を通る。溶融物は、ある一定期間、好ま
しくは１０分乃至１０時間、最も好ましくは１０分乃至２時間の間保持される。
好ましい実施例では、ウラニウムを含む灰がＮＨ4Ｆのフラックスと共に溶融装
置へ送られ、約３７１℃の温度に加熱された後、排ガスがライン１８を介して排
気される。
【００１５】
溶融物はその後、水または任意の有機または無機酸、好ましくは５乃至６６重
量パーセントの硝酸溶液のような酸溶液２２と反応される。この反応は、好まし
くは、溶融装置１４からの溶融物を、既に硝酸を含む別個の反応装置２０へ送る
ことにより、容器２０内に溶解溶融塩を与える。好ましくは、灰または他のソー
スとフッ素（フッ化物を含む）中の汚染金属（ウラニウムのような）のモル比は
、フッ素１モルにつき０．０５乃至２モルである。溶液中に溶解溶融塩を形成す
るために用いる酸溶液に対する溶融物（溶融状態）中の汚染金属のモル比は、酸
溶液１モルにつき金属０．１乃至１５モルである。
量パーセントの硝酸溶液のような酸溶液２２と反応される。この反応は、好まし
くは、溶融装置１４からの溶融物を、既に硝酸を含む別個の反応装置２０へ送る
ことにより、容器２０内に溶解溶融塩を与える。好ましくは、灰または他のソー
スとフッ素（フッ化物を含む）中の汚染金属（ウラニウムのような）のモル比は
、フッ素１モルにつき０．０５乃至２モルである。溶液中に溶解溶融塩を形成す
るために用いる酸溶液に対する溶融物（溶融状態）中の汚染金属のモル比は、酸
溶液１モルにつき金属０．１乃至１５モルである。
【００１６】
従って、このプロセスは、フッ素（フッ化物を含む）による最初のフラックス
ステップの後、好ましくは硝酸溶液による浸出ステップより成る。これにより、
これらのステップの間の質量の増加がわずかな値に抑えられる。溶液中の溶解溶
融状態の塩（例えば、硝酸ウラニルまたはフッ化物と硝酸塩の混合物）は、ライ
ン２４を介してウラニウム（または他の汚染金属）回収装置２６へ送られ、ウラ
ニウムのレベルが７ｐｐｍ未満のクリーンになった灰のようなクリーンな水性廃
棄物２８が、流れ２８を介して乾燥機へ送られ（または酸フラックスプロセスま
たは焼却炉の入口にリサイクルされ）、その後、非放射性廃棄物処理を施され、
例えば、濃縮硝酸ウラニウム３０が得られる。溶液中の溶解溶融塩はその後、イ
オン交換または溶剤抽出もしくは他の分離プロセスの何れかにより処理されるが
、この方法はウラニウムまたは他の放射性若しくは貴重な物質を除去するために
使用可能である。除染された溶液はその後、直接処理されるか、または固体物質
を除去され、別個に当該技術分野においてよく知られているように別個に非放射
性廃棄物として処理される。
ステップの後、好ましくは硝酸溶液による浸出ステップより成る。これにより、
これらのステップの間の質量の増加がわずかな値に抑えられる。溶液中の溶解溶
融状態の塩（例えば、硝酸ウラニルまたはフッ化物と硝酸塩の混合物）は、ライ
ン２４を介してウラニウム（または他の汚染金属）回収装置２６へ送られ、ウラ
ニウムのレベルが７ｐｐｍ未満のクリーンになった灰のようなクリーンな水性廃
棄物２８が、流れ２８を介して乾燥機へ送られ（または酸フラックスプロセスま
たは焼却炉の入口にリサイクルされ）、その後、非放射性廃棄物処理を施され、
例えば、濃縮硝酸ウラニウム３０が得られる。溶液中の溶解溶融塩はその後、イ
オン交換または溶剤抽出もしくは他の分離プロセスの何れかにより処理されるが
、この方法はウラニウムまたは他の放射性若しくは貴重な物質を除去するために
使用可能である。除染された溶液はその後、直接処理されるか、または固体物質
を除去され、別個に当該技術分野においてよく知られているように別個に非放射
性廃棄物として処理される。
【００１７】
本発明を、以下の例によりさらに説明する。
【００１８】
例
１４５，８２０ｐｐｍのウラニウムを含む粉砕状態の焼却炉灰のサンプル１０
．０２グラムを、６００ミリリットルのビーカーでフッ化水素アンモニウム（Ｎ
Ｈ4Ｆ−ＨＦ）１８．０５グラムと混合した。ビーカーをその後、３７１℃（７
００°Ｆ）のオーブン内に７５分間配置した。７５分後にビーカーをオーブンか
ら取り出し、ビーカーの内容物の重量を測定した。測定重量は、１８．８２グラ
ムであった。その後、固体を溶解して７０℃で重量比１０パーセントのＨＮＯ3
、６００ミリリットルが得られた。５時間浸出した後、スラリーをフィルタにか
けた。濾過液の重量は、５４０．７５グラムであった。濾過液のサンプルをウラ
ニウムにつき分析したところ、２７１６ｐｐｍのウラニウムがあることがわかっ
た。残りの固体物質を乾燥させた結果、重量は１．１９グラムであった。ウラニ
ウムの質量収支は以下の通りであった。
．０２グラムを、６００ミリリットルのビーカーでフッ化水素アンモニウム（Ｎ
Ｈ4Ｆ−ＨＦ）１８．０５グラムと混合した。ビーカーをその後、３７１℃（７
００°Ｆ）のオーブン内に７５分間配置した。７５分後にビーカーをオーブンか
ら取り出し、ビーカーの内容物の重量を測定した。測定重量は、１８．８２グラ
ムであった。その後、固体を溶解して７０℃で重量比１０パーセントのＨＮＯ3
、６００ミリリットルが得られた。５時間浸出した後、スラリーをフィルタにか
けた。濾過液の重量は、５４０．７５グラムであった。濾過液のサンプルをウラ
ニウムにつき分析したところ、２７１６ｐｐｍのウラニウムがあることがわかっ
た。残りの固体物質を乾燥させた結果、重量は１．１９グラムであった。ウラニ
ウムの質量収支は以下の通りであった。
【００１９】
ウラニウム 入 １０．０２＊１４５，８２０/１ｘ１０6＝１．４６１１g U
ウラニウム 出 ５４０．７５＊２，７１６/１ｘ１０6＝１．４６９ g U
％回収率 １００．５％
固体 入 １０．０２
固体 出 １．１９
％固体溶解率 ８８％
この例は、恐らくウラニウムと言える汚染固体物質の量を８８％減少すると共
に約１００％のウラニウムが如何にして元の灰から回収されたかを示す。これは
、固体の体積をただ５０％減少させ、ウラニウムの回収が約９８％にすぎなかっ
た従来技術の浸出プロセスとは対照的である。実際、任意の汚染固体物質を完全
になくすために、少量の残留固体物質をこのプロセスにリサイクルする。
に約１００％のウラニウムが如何にして元の灰から回収されたかを示す。これは
、固体の体積をただ５０％減少させ、ウラニウムの回収が約９８％にすぎなかっ
た従来技術の浸出プロセスとは対照的である。実際、任意の汚染固体物質を完全
になくすために、少量の残留固体物質をこのプロセスにリサイクルする。
【００２０】
本発明の特定の実施例を詳細に説明したが、当業者は、この明細書の記載全体
に鑑みて種々の変形例または設計変更を想到することができるであろう。従って
、図示説明した特定の構成は例示的なものであって、本発明の範囲を限定するも
のではない。本発明の範囲は、頭書の特許請求の範囲及び任意かつ全ての均等物
の全幅を与えられるべきである。
に鑑みて種々の変形例または設計変更を想到することができるであろう。従って
、図示説明した特定の構成は例示的なものであって、本発明の範囲を限定するも
のではない。本発明の範囲は、頭書の特許請求の範囲及び任意かつ全ての均等物
の全幅を与えられるべきである。
【図１】
図１は、本発明の方法を示すブロック図である。
─────────────────────────────────────────────────────
フロントページの続き
(51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考）
Ｃ２２Ｂ 7/04 Ｃ２２Ｂ 3/00 Ａ
Ｇ２１Ｆ 9/02 ５５１ Ｂ０９Ｂ 3/00 ３０４Ｇ
9/32 ＺＡＢ
Ｆターム(参考） 4D004 AA36 AB09 AC05 BA03 CA04
CA22 CA34 CA41 CC11 DA02
DA03 DA06 DA10
4K001 AA33 BA12 BA14 CA13 DB02
DB05 DB07 DB36
Claims (14)
- 【請求項１】 ７ｐｐｍを超えるウラニウムを含有する高度に結晶質または
ガラス質の酸化された焼却炉灰を処理する方法であって、 （Ａ）２６０℃と５００℃の間の温度でフッ素含有化合物を用いて灰をフッ素
化することによりウラニウムを含む物質を形成し、 （Ｂ）ステップ（Ａ）で形成した物質を、水及び酸溶液より成る群から選択し
た水素含有液体で可溶化し、 （Ｃ）可溶化済みの物質を処理してウラニウムを取り出すステップより成る焼
却炉灰の処理方法。 - 【請求項２】 フッ素化ステップ（Ａ）は、アンモニアとフッ素を組合せた
ソースと反応させるステップより成り、溶融物質をステップ（Ａ）の前に２６０
℃と５００℃の間の温度で少なくとも約５分保持する請求項１の方法。 - 【請求項３】 第１のステップとして灰を粉砕して粒径を減少させ、フッ素
化ステップ（Ａ）は、ＮＨ4Ｆ及びＮＨ4Ｆ・ＨＦ及びそれらの混合物より成る群
から選択した物質と反応させることより成る請求項１の方法。 - 【請求項４】 焼却炉灰と、フッ素中のウラニウムのモル比は、フッ素１モ
ルにつきウラニウムが０．０５乃至２モルである請求項２の方法。 - 【請求項５】 溶融物質と、酸溶液中のウラニウムのモル比は、酸溶液１モ
ルにつきウラニウムが０．０１乃至１５モルである請求項２の方法。 - 【請求項６】 貴重な、または汚染した固体を含む固体物質を処理する方法
であって、 （Ａ）アンモニアとフッ素の組合せのソースとなりうる少なくとも１つの物質
を貴重な、または汚染した固体を含む固体物質と混合して混合物を形成し、 （Ｂ）ステップ（Ａ）の混合物を、２６０℃と５００℃の間の温度で、結合ま
たはイオンの形のＮＨ4ＦまたはＮＨ4Ｆ・ＨＦのうちの少なくとも１つを形成し
且つ溶融または半溶融物質を形成するに充分な時間加熱し、 （Ｃ）溶融または半溶融物質を、水と酸溶液より成る群から選択した水素含有
液体で処理することにより、塩溶解溶液を形成し、 （Ｄ）塩溶解溶液を処理して、貴重な、または汚染した固体を取り出すステッ
プより成る固体物質の処理方法。 - 【請求項７】 固体物質中の金属はウラニウムであり、固体物質は焼却炉灰
であり、溶融または半溶融物質は２６０℃と５００℃の間の温度に保持され、水
素含有液体は酸溶液である請求項６の方法。 - 【請求項８】 汚染した固体物質は、高度に結晶質またはガラス質の酸化さ
れた状態にある請求項６の方法。 - 【請求項９】 第１のステップとして灰を粉砕して粒径を減少させ、ステッ
プ（Ａ）においてアンモニアとフッ素を組合せたソースを提供する物質は、ステ
ップ（Ｂ）にも存在する、ＮＨ4Ｆ及びＮＨ4Ｆ・ＨＦ及びそれらの混合物より成
る群から選択した物質である請求項６の方法。 - 【請求項１０】 ステップ（Ｄ）の水素含有液体は、硝酸溶液である請求項
６の方法。 - 【請求項１１】 ステップ（Ｄ）における処理は、イオン交換プロセスによ
る請求項６の方法。 - 【請求項１２】 ステップ（Ｄ）における処理は、溶剤抽出プロセスによる
請求項６の方法。 - 【請求項１３】 焼却炉灰と、フッ素中のウラニウムのモル比は、フッ素１
モルにつきウラニウムが０．０５乃至２モルである請求項７の方法。 - 【請求項１４】 溶融物質と、酸溶液中のウラニウムのモル比は、酸溶液１
モルにつきウラニウムが０．０１乃至１５モルである請求項７の方法。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US09/389,673 | 1999-09-02 | ||
| US09/389,673 US6241800B1 (en) | 1999-09-02 | 1999-09-02 | Acid fluxes for metal reclamation from contaminated solids |
| PCT/US2000/021831 WO2001016386A1 (en) | 1999-09-02 | 2000-08-10 | Reclamation of metals like uranium from contaminated solids such as incinerator ash by fluorination and leaching |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003508631A true JP2003508631A (ja) | 2003-03-04 |
| JP2003508631A5 JP2003508631A5 (ja) | 2006-03-16 |
| JP4777564B2 JP4777564B2 (ja) | 2011-09-21 |
Family
ID=23539242
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2001520931A Expired - Fee Related JP4777564B2 (ja) | 1999-09-02 | 2000-08-10 | ウラニウムを含有する焼却炉灰の処理方法 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6241800B1 (ja) |
| EP (1) | EP1218554B1 (ja) |
| JP (1) | JP4777564B2 (ja) |
| KR (1) | KR100725862B1 (ja) |
| DE (1) | DE60002742T2 (ja) |
| ES (1) | ES2198353T3 (ja) |
| WO (1) | WO2001016386A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010249680A (ja) * | 2009-04-16 | 2010-11-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | シリカ成分を主成分とする放射性固体廃棄物の処理方法 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008513167A (ja) * | 2004-09-21 | 2008-05-01 | タイムプレイ アイピー インク | 多人数参加型ゲームのシステム、方法および手持ち式コントローラ |
| KR101724284B1 (ko) * | 2011-03-30 | 2017-04-10 | 재단법인 포항산업과학연구원 | 슬래그로부터 칼슘 회수방법 |
| CN102854053B (zh) * | 2012-09-14 | 2014-12-10 | 中国地质大学（武汉） | 氟化氢铵作为地质样品的消解试剂的应用方法 |
| JP6185100B2 (ja) * | 2016-03-01 | 2017-08-23 | 日本碍子株式会社 | 放射性セシウム汚染物の処理方法 |
| CN111500876B (zh) * | 2020-06-02 | 2021-06-29 | 中国原子能科学研究院 | 从待测样品中分离126Sn的分离方法 |
| CN114686681B (zh) * | 2020-12-30 | 2023-10-20 | 中核通辽铀业有限责任公司 | 一种偏远铀矿床资源回收系统及方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62278128A (ja) * | 1986-05-27 | 1987-12-03 | Mitsubishi Metal Corp | 六フツ化ウランから二酸化ウランを製造する方法 |
| JPH11131156A (ja) * | 1997-08-22 | 1999-05-18 | United States Enrichment Corp | フッ化マグネシウムスラグからウラン汚染を除去する方法 |
| JPH11295488A (ja) * | 1998-04-08 | 1999-10-29 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 焼却灰からのウラン回収方法及び装置 |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2925321A (en) * | 1956-09-10 | 1960-02-16 | Internat Resources Corp | Extraction of uranium from lignite ores |
| FR1588220A (ja) * | 1968-07-05 | 1970-04-10 | ||
| US3882040A (en) * | 1973-06-21 | 1975-05-06 | Us Energy | Silicon removal from incinerator ash by reaction with NOF.3HF |
| SU882937A1 (ru) * | 1976-10-06 | 1981-11-23 | Всесоюзный Ордена Трудового Красного Знамени Научно-Исследовательский Горно-Металлургический Институт Цветных Металлов | Способ выделени магнетита |
| SU871221A1 (ru) * | 1980-06-05 | 1981-10-07 | Предприятие П/Я Р-6575 | Способ переработки отходов фторировани дерного топлива |
| US4446114A (en) | 1981-07-02 | 1984-05-01 | Wyoming Mineral Corporation | Method of increasing the strip coefficient of the strip solution stream in a reductive stripping uranium recovery operation |
| US4430309A (en) | 1981-08-12 | 1984-02-07 | Wyoming Mineral Corporation | Acid wash of second cycle solvent in the recovery of uranium from phosphate rock |
| US4874599A (en) * | 1985-11-14 | 1989-10-17 | Rockwell International Corporation | Magnesium fluoride recovery method |
| SU1668301A1 (ru) * | 1989-04-03 | 1991-08-07 | Казахский Химико-Технологический Институт | Способ переработки алюмосиликатов на фторид алюмини |
| US5045240A (en) | 1989-05-01 | 1991-09-03 | Westinghouse Electric Corp. | Contaminated soil restoration method |
| US5881359A (en) * | 1995-06-01 | 1999-03-09 | Advanced Recovery Systems, Inc. | Metal and fluorine values recovery from fluoride salt matrices |
| US7282187B1 (en) * | 1996-03-26 | 2007-10-16 | Caboi Corporation | Recovery of metal values |
-
1999
- 1999-09-02 US US09/389,673 patent/US6241800B1/en not_active Expired - Lifetime
-
2000
- 2000-08-10 EP EP00959207A patent/EP1218554B1/en not_active Expired - Lifetime
- 2000-08-10 DE DE2000602742 patent/DE60002742T2/de not_active Expired - Lifetime
- 2000-08-10 ES ES00959207T patent/ES2198353T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2000-08-10 WO PCT/US2000/021831 patent/WO2001016386A1/en active IP Right Grant
- 2000-08-10 KR KR1020027002707A patent/KR100725862B1/ko active IP Right Grant
- 2000-08-10 JP JP2001520931A patent/JP4777564B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62278128A (ja) * | 1986-05-27 | 1987-12-03 | Mitsubishi Metal Corp | 六フツ化ウランから二酸化ウランを製造する方法 |
| JPH11131156A (ja) * | 1997-08-22 | 1999-05-18 | United States Enrichment Corp | フッ化マグネシウムスラグからウラン汚染を除去する方法 |
| JPH11295488A (ja) * | 1998-04-08 | 1999-10-29 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 焼却灰からのウラン回収方法及び装置 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010249680A (ja) * | 2009-04-16 | 2010-11-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | シリカ成分を主成分とする放射性固体廃棄物の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES2198353T3 (es) | 2004-02-01 |
| EP1218554A1 (en) | 2002-07-03 |
| EP1218554B1 (en) | 2003-05-14 |
| DE60002742D1 (de) | 2003-06-18 |
| KR20020027605A (ko) | 2002-04-13 |
| US6241800B1 (en) | 2001-06-05 |
| WO2001016386A1 (en) | 2001-03-08 |
| KR100725862B1 (ko) | 2007-06-08 |
| JP4777564B2 (ja) | 2011-09-21 |
| DE60002742T2 (de) | 2004-02-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5662579A (en) | Vitrification of organics-containing wastes | |
| JP3576550B2 (ja) | プロセス残留物からの金属有価物の回収 | |
| JP4196173B2 (ja) | 使用済核燃料の再処理方法 | |
| JP4777564B2 (ja) | ウラニウムを含有する焼却炉灰の処理方法 | |
| JPH0344131B2 (ja) | ||
| JPS6219494B2 (ja) | ||
| US5084253A (en) | Method of removing niobium from uranium-niobium alloy | |
| US5961679A (en) | Recovery of fissile materials from nuclear wastes | |
| US3804939A (en) | Method of precipitating americium oxide from a mixture of americium and plutonium metals in a fused salt bath containing puo2 | |
| JP3909100B2 (ja) | 金属アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の水酸化テトラメチルアンモニウム溶液による処理方法 | |
| JP3930406B2 (ja) | 被覆粒子燃料の再処理方法 | |
| JP6622627B2 (ja) | レアメタル含有ガラスからのレアメタルの回収方法 | |
| JP3315083B2 (ja) | フッ化マグネシウムスラグからウラン汚染を除去する方法 | |
| JPH0694888A (ja) | 使用済窒化物燃料の再処理方法 | |
| EP0619044B1 (en) | The treatment of solid organic wastes | |
| RU2743383C1 (ru) | Способ переработки кислотоупорных урансодержащих материалов | |
| Navratil | Plutonium and americium processing chemistry and technology | |
| US4568487A (en) | Depleted-uranium recovery from and cleaning of target sands | |
| US2865737A (en) | Method of purifying uranium metal | |
| RU2106029C1 (ru) | Способ переработки урансодержащих композиций | |
| Forsberg et al. | Conversion of radioactive and hazardous chemical wastes into borosilicate glass using the glass material oxidation and dissolution system | |
| Partridge et al. | Plutonium recovery from incinerator ash and centrifuge sludge by peroxide fusion | |
| JP5358497B2 (ja) | フッ化化合物の処理方法 | |
| JPH06241434A (ja) | 廃棄物焼却炉から発生する飛灰の処理法 | |
| RU2158973C2 (ru) | Способ переработки урансодержащих композиций |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20060126 |
|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20070601 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20100506 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20100804 |
|
| A602 | Written permission of extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602 Effective date: 20100811 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20100903 |
|
| A602 | Written permission of extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602 Effective date: 20100910 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20101004 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20110601 |
|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20110630 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 4777564 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140708 Year of fee payment: 3 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |